47) Понятие о высоких, средних и малых дозах радиации.

Дробков (1957):

1) малая (безвредная) доза – доза, которая находится в пределах естественного радиационного фона;

2) повышенная доза - доза, превышающая естественную радиоактивность, но не вызывающая лучевых поражений. Это соответствует активности нуклида при­мерно 10^_8-10^-7 Ки на 100 г веса ткани;

3) высокие и вредные дозы - дозовая нагрузка, которая образуется от вещества активностью около 10^_б Ки на 100 г биологической ткани.

При этом отмечалось, что использование высокой радиоактивности будет ха­рактеризовать не физиологические, а патологические процессы, происходящие внутри организма.

Шведские ученые С. Кулландер и Б.Ларсен (1991) свое представление об этих понятиях выразили в виде графика (рис. 8.7, кривые под "увеличительным стек­лом" соответствуют кривым 1,2,3 на рис. 8.6).

Из анализа этого графика следует, что к высоким дозам относятся дозы более 500 мЗв (более 50 Р). Малые дозы в понимании этих исследователей находятся на уровне ЮмЗв (1 Р).

A.M. Кузин (1987) считает, что за малую дозу можно принять дозу, на порядок меньшую дозы, вызывающей гибель 50% облученной популяции за 30 дней (для человека - 2,5 Зв),т.е. 0,25 Зв (25 Р). По его представлениям, дозы в 1-3 Зв (100­300 Р) укорачивают среднюю продолжительность жизни, а при дозах меньше 1 Зв (100 Р) достоверного снижения продолжительности жизни у исследованных им животных нет. Более того, при дозах 0,26-0,06 Зв (26-6 Р) происходило увеличе­ние средней продолжительности жизни животных на 5-7% (Кузин, 1987).

Таким образом, можно считать, что малая доза по A.M. Кузину соответствует значению 25 Р (~ 23 Бэр) и эта доза стимулирует биологическое развитие.

Э. Дж. Стернгласс (1982), исходя из анализа особенностей воздействия ради­ации на мембраны в клетках, считает, что доза с превышением естественного фона (350 мБэр) всего на 100-200 мБэр приводит к удвоению неблагоприятных био­логических эффектов. И, по-видимому, за малую дозу следует принять дозу, на 35-60% превышающую дозу от естественного радиационного фона. Иначе гово­ря, в его понимании, малая доза меньше 0,01 Зв (1 Р), что близко к оценке С. Кул-ландера и др. (1991).

Таким образом, в настоящее время существует определенная двойственность в оценке влияния ионизирующего излучения на человека.

Эффект действия высоких доз ионизирующего излучения (сотни Р) на биоло­гические объекты подтвержден многочисленными исследованиями.

У животных и человека установлены различные синдромы радиационного по­ражения: церебральный, желудочно-кишечный, костно-мозговой.

Такие дозовые нагрузки возникают только вблизи эпицентров ядерных взры­вов, в ядерных реакторах от направленных нейтронных пучков, и, соответствен­но, человек может оказаться в таких условиях только в случае катастрофы или крупной аварии.

48) Основные радиационно-опасные факторы при разработке урансодержащих руд.

Месторождения радиоактивного сырья, являющиеся местом добычи и после­дующей горно-металлургической переработки руд, становятся объектами повы­шенной потенциальной радиоэкологической опасности как для работающих на этих предприятиях, так и для населения, проживающего в районах их функцио­нирования.

Масштабы поступления естественных радионуклидов от этих источников в природные среды зависят от многих факторов.

Условно их можно разбить на следующие категории:

- геолого-структурное положение и состав руд;

- радиогеохимическая характеристика руд и вмещающих пород;

- гидрогеологические условия (строение гидрогеологического разреза, распро­странение и границы водоносных горизонтов, водонасыщенность руд и гор­ных пород и их фильтрационные свойства, гидрогеохимические свойства под­земных вод);

- ландшафтно-географическое положение (соотношение с основными элемен­тами рельефа и гидрографической сети, климатические особенности);

- инженерно-геологические характеристики.

Геологическое строение, тектоника. Структуру месторождения, распределе­ние в нем ЕРН и интенсивность поступления радона и дочерних продуктов его распада на уровень современного эрозионного среза и в ОС определяют состав и структура горных пород. Важную роль играют современное геологическое строе­ние, палеодинамика развития геологических процессов и техногенез. В зависи­мости от масштабов явлений и их роли в формировании геологических условий, оказывающих влияние на радиационную опасность, могут быть выделены регио­нальные и локальные геологические факторы, а по характеру их влияния на про­цессы рассеяния ЕРН, в том числе на процесс радоновыделения, - прямые и кос­венные.

К прямым факторам радиационной опасности относятся высокие содержания ЕРН в пределах месторождения, на отдельных его участках или же во вмещающих породах, наличие радонопродуцирующих объектов - горных пород, обогащен­ных урановыми и урансодержащими минералами, радиевые и радонсодержащие воды, урановые и урансодержащие руды и т.п. К косвенным - тектонические, структурные, динамические и прочие особенности геологических объектов раз-личного ранга, способствующие выносу ЕРН, эксхаляции радона и миграции га­зов и газово-жидких потоков, а также созданию областей разгрузки последних.

Основная миграция радона в горных породах обычно происходит по зонам трещиноватости и разломам, пластам проницаемых пород совместно с другими газами и водами. Хорошим проводником радона являются связанные с поверх­ностью подземные коллекторы. В то же время радон хорошо сорбируется на мно­гих веществах, например, на глинах, углях. Эти особенности могут значительно повлиять на физические параметры, характеризующие процесс рассеяния ЕРН и миграции радона.

Гидрогеологические условия месторождения обусловливаются строением гид­рогеологического разреза, распространением границ водоносных горизонтов, водонасыщенностью руд и горных пород, их фильтрационными параметрами, гид­рогеохимическими свойствами подземных вод и т.д. Особое внимание должно быть обращено на изотопы свободного радона (²²²Rn - радон и ²²⁰Rn - торон), который хорошо растворяется в воде и органических растворителях - нефтях (коэффициент растворимости от 0,25 до 0,5) и может мигрировать с жидкостью (водой) на большие расстояния, огромные его количества могут скапливаться в природных и шахтных водах (особенно на урановых месторождениях). Радоно­вые воды наблюдаются в различных геологических обстановках, породах разных возрастов и состава, на древних щитах, в складчатых областях и на молодых плат­формах. Прямой связи концентрации радона с минерализацией вод, содержани­ем радия в воде или газовым составом вод не обнаружено. В отдельных случаях, особенно вблизи тектонических нарушений и ослабленных зон, выявляется кор­реляционная связь между концентрацией радона в подземных водах и грунтовом (подпочвенном) воздухе.

Ландшафтно-географическое положение месторождения оценивается по его залеганию относительно элементов рельефа и гидрографической сети, а также зависит от климатических особенностей. Данный фактор может оказать суще­ственное влияние на радиационную обстановку в районе месторождения - осо­бенно на этапе его отработки при сооружении системы водоотвода, выборе мест для отвалов и хвостохранилищ и т.д.

Инженерно-геологическиехарактеристики горно-рудной массы (типы пород, их физико-механические свойства) могут оказывать значительное влияние на горно-технические факторы и способы отработки месторождения ^следователь­но, на перераспределение ЕРН в ОС на различных стадиях работ, таких как:

- предварительная оценка;

- разведочные работы;

- добыча полезных ископаемых;

- обогащение и гидрометаллургическая переработка руд.

Радиоактивные показатели месторождения характеризуют следующие па­раметры:

- содержание ЕРН в горно-рудной массе и во вмещающих породах;

- коэффициент нарушения радиоактивного равновесия между радием и ура­ном;

- коэффициент эманирования по радону;

- запыленность горных выработок и содержание в пыли ЕРН;

- концентрация радона и торона в воздухе горных выработок;

- показатель удельного радоно- и тороновыделения на единицу объема выра­ботки и на единицу добытых запасов.

Радиоэкологическая обстановка зависит также и от принятых технологичес­ких решений, таких как:

- способ и система разведки (скважинами, канавами, подземными горными вы­работками);

- способ и система отработки месторождений (карьерный, подземный, гидро­размыв, подземное выщелачивание и т.п.);

- системы жизнеобеспечения горных выработок;

- способы пылеподавления и очистки воздуха;

- способы осушения месторождения и система водоотвода;

- мероприятия по защите горных выработок от наводнения и их воздействие на гидродинамическую обстановку;

- транспортировка горно-рудной массы и отходов;

- способы переработки горно-рудной массы и отходов;

- складирование сырья и формирование отвалов.

Принято считать, что при оценке экологических составляющих открытого и подземного способов разработки минерального сырья они соотносятся пример­но как 1 к 10-100. На сегодняшний день можно утверждать, что наиболее щадящей, экологичес­ки приемлемой технологией отработки урановых руд является метод подземной скважинной технологии (ПСВ), которая успешно реализуется в Казахстане и других странах.

49) Охарактеризуйте основное принципиальное различие изотопов йода 131 и 129.

Йод-131 — бета- и гамма-излучатель. радионуклид с периодом полураспада 8.04 сут. Этим обусловлена его сравнительно невысокая опасность и возможность медикаментозной помощи. В связи с коротким периодом полураспада, через несколько месяцев после такого выброса содержание иода-131 опускается ниже порога чувствительности детекторов.

Йод-129 относится к числу наиболее радиологически значимых нуклидов в глобальном масштабе, благодаря своему периоду полураспада, который оценивается в 17 млн. лет. Его вклад в окружающую среду в отдаленной перспективе оценивается значительным. Активно включаясь в глобальный цикл, йод-129 является потенциальным глобальным облучателем на протяжении миллионов лет. К сожалению I129, как правило, не оценивается как радиационно – опасный фактор, хотя суммарный его выброс в атмосферу составил 1012 Бк 

Антропогенными источниками йода 131 и 129 могут быть заводы по переработке облученного ядерного топлива, АЭС и атомные взрывы. Непосредственно в реакции деления выход этих изотопов невелик, но они образуются в значительных количествах из своих радиоактивных предшественников: 129I из 129mТе и 129Те, a 131I из 131mТе и 131Те.

В обычном режиме работы АЭС выбросы йода также невелики, но в аварийных ситуациях радиоактивная опасность обуславливается ( в начальный период) именно изотопами йода, поступающими в организм, в основном, перорально и через органы дыхания.

        Обладая высокой миграцией, 129I быстро включается в биологические цепи и становится источником внешнего и внутреннего облучения. Особенно большие дозы формируются в щитовидной железе детей. Проблема йода-129 заключается в том, что этому радионуклиду практически не уделяется внимания. Разработанные в настоящее время методы изоляции йода-129 вместе с отходами обеспечат эту изоляцию лишь на несколько столетий, затем хранилища разрушатся и весь йод-129 рассеется в биосфере. Глобальный вклад йода-129 в ожидаемую дозу облучения за счет ЯТЦ обусловлен на период интегрирования от 10 до 108 лет поступлением от заводов по переработке ТВЭЛов и составит 40 ГБк на 1 ГВт (эл.)*год. К настоящему времени суммарный выброс йода-129 в атмосферу достиг 1014 Бк.

Специфика йода заключается в многообразии его химических соединений. К наиболее активным формам относится элементарный йод, который под воздействием различных факторов образует многочисленные химические соединения, взаимодействует с твердыми атмосферными частицами, адсорбируясь на их поверхности.

        

50) В чем заключается недостаток расчетных модельных определений дозовых нагрузок?

По мнению Тихомирова Ф.А. (1972 г.), при определении дозовых нагрузок в биологических системах не всегда возможно в силу различных объективных обстоятельств получить необходимую дозиметрическую информацию. 

Это может быть обусловлено рядом причин:

1) неравномерность распределения источников радионуклидов, чаще всего имеющих «пятнистый» характер распределения; 

2) одновременное сочетанное воздействие внутренних и внешних природных и техногенных факторов радиационного характера;

3) сложный энергетический спектр излучающих радионуклидов с разными показателями ЛПЭ. 

А если к этому добавить еще и факторы субъективного характера по принципу «этого быть не может, потому что этого не может быть никогда», то возникает проблема объективного определения полученных дозовых нагрузок на человека и биоту.

51) Основные радиационно-опасные факторы в зоне влияния предприятий ядерного топливного цикла.

В ядерном топливном цикле (ЯТЦ) искусственные радионуклиды (ИРН) нарабатываются в ядерных реакторах АЭС и выбрасываются в окружающую среду как АЭС (~ 4% в общем загрязнении от ЯТЦ), так и заводами по переработке ядерного топлива (~ 96% в общем загрязнении от ЯТЦ).

Выбросы и сбросы ЯТЦ, как правило, организованные и контролируемые. При нормальной эксплуатации объктов ЯТЦ технические меры обеспечивают высокие коэффициенты удержания ИРН, образующихся в активной зоне и в теплоносителе. Качественный состав выбросов и сбросов предприятий ЯТЦ очень близок к таковому при ядерных взрывах, но количественные соотношения активностей различных радионуклидов и химические формы существенно другие и различаются даже для предприятий ЯТЦ. 

Абсолютные величины выбросов и сбросов отдельных радионуклидов зависят от технологической схемы АЭС (типов реакторов), от состояния его активной зоны, герметичности основного оборудования, продолжительности работы от начала кампании, принятых схем очистки (задержки и фильтрации).

В газоаэрозольных выбросах АЭС значимыми принято считать ³H, ¹⁴C, РБГ, радионуклиды йода и долгоживущие радионуклиды, а в жидких сбросах - ³H, продукты деления и продукты активации.

в выбросах и сбросах регенерационных заводов преобладают долгоживущие радионуклиды, имеющие глобальное значение: ³H, ¹⁴C, ⁸⁵Kr, ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁹J, ^134,137Cs и трансурановые элементы; при этом, по этим радионуклидам выбросы регенерационных заводов составляют значительную долю общих выбросов предприятий ЯТЦ: 99% выбросов ³H, ⁸⁵Kr, ¹²⁹J: 70 – 80% выбросов ¹⁴C.

Среди продуктов деления ПД, нарабатываемых в активной зоне реактора из топливной композиции (UO₂) основными являются ^89,90Sr, ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ^103,106Ru, ^103,106Rh, ^134,137Cs¹⁴⁰Ba, ¹⁴⁰La, ¹⁴⁴Ce, а также радиоактивные благородные газы РБГ, в том числе ⁴¹Ar, девять радионуклидов криптона, одиннадцать радионуклидов ксенона и шесть радионуклидов йода. Кроме того, в небольшом количестве выбрасывается ²³⁹Np.

Эти радионуклиды накапливаются под оболочкой ТВЭЛов, могут химически взаимодействовать друг с другом и материалом оболочки, образуя различные соединения (например, йодиды CsJ, ZrJ и др.) как летучие, так и менее летучие. Газообразные и легколетучие радионуклиды через неплотности в оболочке ТВЭЛов переходят в теплоноситель и с паром или с водой попадают в окружающую среду. Химические процессы продолжаются в теплоносителе и при дальнейшем прохождении радионуклидов через технологические среды и защитные барьеры вплоть до выхода в окружающую среду.

Радиоактивные отходы на самих АЭС и на заводах по регенерации отработанного ядерного топлива подвергаются сложной переработке, в результате которой их химический состав изменяется качественно и количественно, но всегда бывает очень сложным. Все это относится к нормальной эксплуатации предприятий ЯТЦ. При авариях на АЭС, вероятность которых очень мала (~ 10^-6) качественный и количественный состав выбросов ИРН существенно другой. Он зависит от характера разрушений активной зоны, мощности реактора, времени, прошедшего после последней перегрузки топлива. 

Так как большинство ИРН образуется в активной зоне задолго до ее разрушения, то в аварийном выбросе содержание короткоживущих ИРН будет значительно ниже, чем при ЯВ. Отсюда более медленный спад радиоактивного загрязнения от аварийного выброса, чем при ЯВ. Таким образом, радиоактивное заражение после аварии АЭС будет сохраняться дольше, чем при наземном ЯВ, но масштаб распространения (площадь зараженной поверхности) будет в десятки раз меньше (при небольшой высоте аварийного выброса). 

52) В чем сходство и различие радона, торона и актинона?

Радон, торон, актинон - радиоактивные газы, относящиеся к различным радиоактивным семействам. [Радиоактивные семейства (ряды) - генетически связанные последовательным радиоактивным распадом цепочки (ряды) ядер естественного происхождения.]  

Радон - продукт распада радия, образующегося в процессе радиоактивного распада урана-238. Радон радиоактивный бесцветный и без запаха газ с периодом полураспада 3,82 суток. Он в 7,5 раз тяжелее воздуха. данный газ и образующиеся короткоживущие продукты его распада являются интенсивными альфа - излучателями. Энергия альфа - частиц колеблется от 5,48 до 7,68 Мэв. Это обусловливает их активное воздействие на биологические ткани внутренних органов человека (бронхи, лёгочный эпителий и т.д.). Основной путь переноса радона – из горных пород по трещинам с газовой фазой и с водой к поверхности Земли через почву, в которой может содержаться в значительном количестве в почвенном воздухе. Основной путь поступления радона в организмы – ингаляционный (при дыхании), а основное радиационное воздействие связано с дочерними продуктами распада радона. Вторичными путями поступления радона являются вода и распад радия, инкорпорированного в организм.

газообразный продукт распада 232Th - торон (220Rn) с периодом полураспада 55 сек. В радиоэкологическом плане он менее опасен чем радон, но при определённых условиях торон может создавать повышенные концентрации, и «тороновый» фактор в областях развития торийсодержащих пород необходимо учитывать. 

радиоактивный газ актинон (219Rn), продукт распада урана-235, с периодом полураспада 4 сек, не представляющий радиационной опасности. 

53-56

57) Основные радиационно-опасные факторы, которые могут возникнуть при захоронении жидких радиоактивных отходов в геологические формации.

Захоронение радиоактивных отходов в глубокие геологические формации(захоронение глубокого заложения)- захоронение РАО в сооружения, размещаемые на глубине нескольких сотен метров, без намерения последующего их извлечения.

Основные радиационно-опасные факторы:

- сейсмическая активность и тектоническая не стабильность;

- наличие типов пород не пригодных для строительства сооружения захоронения ЖРО

-химический состав вод, интенсивность водообмена, скорость движения водного потока, расстояние до зоны разгрузки подземных вод и ряд других гидрогеохимических показателей

-близость водных объектов и минеральных ресурсов, которые могут вовлекаться в эксплуатацию и могут стать причиной непреднамеренного проникновения человека в могильник в будущем;

- близость к системе национальных парков, населенным пунктам и т.д.

58) По какому физическому параметру производится идентификация гамма-излучающих компонентов в их смеси?

Гамма-излучение ( -излучение) – электромагнитное излучение, принадлежащее наиболее высокочастотной (коротковолновой) части спектра электромагнитных волн. Первоначально термин “гамма-излучение” относился к тому типу излучения радиоактивных ядер, который не отклонялся при прохождении через магнитное поле, в отличие от  - и  -излучений. 

Регистрация радиоактивного излучения, в том числе и гамма-излучения, производится по эффектам его воздействия на вещество.

Обычно гамма-излучение связано с предшествующими ему альфа- или бeта-распадами изотопов образца. Бета-, а тем более альфа-частицы обычно поглощаются, не доходя до чувствительных области детекторов. 

В детекторах энергии и интенсивности гамма-квантов определяются не непосредственно, а с помощью вторичных заряженных частиц (электронов и позитронов), которые возникают в результате взаимодействия детектируемых гамма-квантов с веществом детектора. Когда гамма-квант попадает в детектор, заряженные частицы образуются в результате трех процессов: фотоэффекта, эффекта Комптона и образования электрон-позитронных пар. Таким образом практически вся энергия гамма-кванта передается электронам. Среди сцинтилляционных детекторов, которые применяются в гамма-спектрометрии, лидирующее положение занимает  детекторы NaI(Tl). До недавнего времени они считались лучшими среди всех сцинтилляционных детекторов по энергетическому разрешению (~10%). Детекторы NaI(Tl) могут быть изготовлены большого объема, соответственно соответственно большой эффективности и относительно недороги. Для спектрометрии также используются детекторы из германата висмута (BGO) и бромида лантана (LaBr3(Ce)). Кроме того, временные характеристики LaBr3(Ce) заметно лучше, чем у NaI(Tl).     Использование Ge детекторов вместо сцинтилляторов, позволило существенно расширить возможности гамма-спектроскопии, особенно когда была освоена технология изготовления  германиевых детекторов большого объема. Энергетическое разрешение HPGe детекторов приблизительно в 30 раз лучше, чем детекторов NaI(Tl). В результате многие уровни, которые не были видны были легко идентифицированы германиевыми детекторами

59) Классификация радионуклидов по особенностям распределения в организме. Классификация по распространѐнности радиоактивных изотопов в организме человека (по В.Ф.Журавлѐву)

Остеотропные (³⁵P, ⁹⁰Sr, ²²⁶Ra, U, Pu)

Тканевые ретикулоэндотелиальные (¹⁴⁰La, ¹⁴⁴Ce, Th, ²³⁹Pu, нитраты и др.)

Избирательно-накапливающиеся (^129,131I в щитовидной железе,⁵⁹ Fe в эритроцитах)

Равномерно распределяющиеся (³H, ⁴⁰K, ¹⁴C, ¹³⁷Cs)

60) При использовании каких минеральных удобрений могут возникать радиационно-опасные факторы и какие именно?

При использовании минеральных удобрений может возникнуть радиационно-опасный фактор виде внешнего гамма-и бета-излучения и пылевого аэрозоля. Это касается тех случаев, когда ведутся работы с хлористым калием, в котором, в силу естественных причин, находится радиоактивный изотоп калий-40 , на долю которого приходится около 0,012% от всего количества калия.